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渡辺 終吉; 中島 照夫; 海江田 圭右
JAERI-Conf 99-006, p.119 - 124, 1999/08
研究炉燃料の低濃縮化計画により、JRR-4は1998年7月、低濃縮燃料に転換した。核熱水力設計の結果ウラン密度は3.8g/cm
に決められた。この濃縮度低減化は、同様の性能を維持しつつ、炉心の構造、寸法及び燃料数を変更することなく達成された。さらに、原子炉施設、利用設備の改造が行われた。JRR-4は1998年9月に最大出力に到達した。原子炉の性能は、予測通り非常によい性能を示している。
木名瀬 政美
JAERI-Tech 99-002, 50 Pages, 1999/01
JRR-3Mでは、使用済燃料発生本数の低減等を図るために、現在のアルミナイド燃料に代わって、ウラン含有量が多いシリサイド燃料を使用する計画が進められている。この計画では、炉心近傍機器を含むその他の機器及び設備の変更は行わない。シリサイド燃料化に伴い、原子炉施設の安全性確認の観点から、通常運転時におけるJRR-3シリサイド燃料炉心近傍での線量当量率及び放射線分布の計算を実施した。本報告書は、その計算結果を述べるとともに、計算結果とJRR-3遮蔽設計基準線量率を比較することにより、シリサイド燃料炉心に対する炉心近傍の即設設備の遮蔽性能についても述べる。
木名瀬 政美; 橘 晴夫
JAERI-Tech 97-058, 101 Pages, 1997/11
JRR-3は、約20%濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却のスイミングプール型研究炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料炉心計画が進められており、燃料として現在のウランアルミニウム分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書では、JRR-3のシリサイド燃料炉心計画の一環として実施した周辺公衆の線量評価(安全設計評価及び立地評価)について述べたものである。評価に関しては、評価結果が厳しくなるように種々の評価条件を設定した。その結果、線量評価に関する安全性及び立地条件の適否を判断する基準を十分満足することを確認した。
神永 雅紀; 村山 洋二; 和田 茂; 木名瀬 政美
JAERI-Tech 97-043, 63 Pages, 1997/09
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl
-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(U
Si
-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。JRR-3シリサイド燃料炉心では、シリサイド燃料化に伴って標準型燃料要素及びフォロワ型燃料要素の燃料板枚数、燃料板厚さ、冷却材流路ギャップを変更する。このため、これまでのアルミナイド燃料炉心と比べ炉心流量配分特性が異なり、燃料要素以外の炉心構造物の設計計算に用いている設計流速を見直す必要がある。本報告書は、JRR-3シリサイド炉心の炉心流量配分特性、炉心流量配分特性の変更に伴い新たに設定した炉心構造物の設計差圧及び設計流速について述べたものである。付録には、それらの結果に基づき実施した炉心構造物の耐熱計算結果を示した。
神永 雅紀; 山本 和喜
JAERI-Tech 97-016, 120 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための冷却異常事象の解析について述べたものである。評価すべき冷却異常事象として、運転時の異常な過渡変化及び事故の計6事象を選定し、THYDE-Wコードにより解析した。その結果、選定した冷却異常事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-015, 74 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3のシリサイド化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものである。JRR-3には定格出力20MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。解析結果から、JRR-3シリサイド燃料炉心は、通常運転時において十分な安全余裕を有すると共に、炉心流路閉塞時には事故時の判断基準を満足することを確認した。
神永 雅紀
JAERI-Tech 97-014, 125 Pages, 1997/03
JRR-3は、低濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、ベリリウム及び重水反射体付プール型炉であり、熱出力は20MWである。JRR-3では、現在、シリサイド燃料化計画が進められており、燃料としては現在のウランアルミニウム(UAl-Al)分散型燃料(アルミナイド燃料)に代わり、ウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-3シリサイド燃料化計画の一環として実施したJRR-3シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化5事象を選定し、EUREKA-2コードにより解析した。その結果、選定した反応度投入事象は、いずれも安全性を判断する基準を満足し、安全性を確保できることを確認した。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉
JAERI-Tech 96-039, 72 Pages, 1996/09
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱水力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する。本報告書は、JRR-4低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の定常熱水力解析及び炉心流路閉塞事故解析について述べたものでる。JRR-4には定格出力3.5MWの強制循環冷却モードと、最高出力200kWの自然循環冷却モードがある。炉心流路閉塞事故を含む強制循環冷却時の解析ではCOOLODコードを、自然循環冷却時の解析ではCOOLOD-N2コードを用いた。解析結果から、JRR-4シリサイド燃料炉心は、通常運転時及び炉心流路閉塞事故時においても十分な安全余裕を有することを確認した。
S.Navarro-Valenti*; S.H.Kim*; V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見; 古平 恒夫
NUREG/CP-0142 (Vol. 4), 0, p.2957 - 2976, 1996/00
米国オークリッジ研究所で設計・開発が進められている新型研究炉Advanced Neutron Source Reactorでは、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料が使用されるが、現在NSRRではこの燃料を模擬したミニプレート型試験燃料のパルス照射実験を実施している。そこで、NSRR実験条件(強サブクール、自然対流冷却条件)下における同燃料の熱水力挙動について、3次元コードHEATING-7を使用した解析を実施し、解析結果とパルス照射時に測定された被覆材表面温度の過渡記録との比較を通じて、熱伝達モデルの検証を行った。強サブクール条件下における過渡核沸騰熱伝達については、これまでに得られているデータが極めて限られているが、定常核沸騰の場合の3.4~5.4倍の熱伝達率を仮定することによって、解析結果と実験結果の極めて良い一致が得られた。
更田 豊志
Proc. of Seminar on the Vapor Explosions in Nuclear Power Safety, 0, p.121 - 133, 1996/00
高温溶融物と冷却材とが接触し、蒸気爆発を生じた際の、熱エネルギから機械的エネルギへの変換、変換効率を左右する因子、化学反応の影響などについて論ずるための材料として、(1)機械的エネルギ変換率の測定・評価方法、(2)冷却材サブクール、溶融物/冷却材比、外部トリガー強度などの機械的エネルギ変換効率に及ぼす影響、(3)蒸気爆発に起因する化学爆発について触れるとともに、トピックスとして、NSRRにおけるシリサイド燃料実験の結果を紹介する。同実験では、次世代型高出力研究炉のシビアアクシデント時に想定される極めて厳しい条件下において、激しい燃料の微粒子化並びに機械的エネルギの発生に至っており、水素発生や化学反応の寄与に関するデータを得ている。
更田 豊志; 石島 清見; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
JAERI-Research 95-077, 28 Pages, 1995/10
JAERI-Research-95-077.pdf:2.49MB
燃料全体に及ぶ溶融、更には微粒子化に伴って機械的エネルギの発生に至る苛酷な出力暴走条件下で、アルミニウム被覆ウラン・シリサイド板状燃料のパルス照射実験を実施した。即発発熱量1.68kJ/g・USiで、発熱部に貫通口を生じ、下部に溶融物の塊を生ずるなど著しい変形が見られたが、この条件ではUSi燃料粒子は外周部にアルミニウム母材との反応相を形成するものの完全な溶融には至っておらず、即発発熱量が1.99kJ/g・USi以上に達すると完全に溶融し、凝固後広い範囲に亘って樹状晶を形成する。燃料の微粒子化及び機械的エネルギ発生しきい値は約3.4kJ/g・USiで、即発発熱量の上昇に伴って機械的エネルギ転換率は増大し、最大4.3%に達した。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 32(10), p.981 - 988, 1995/10
被引用回数：1 パーセンタイル：17.36(Nuclear Science & Technology)本誌は研究炉(JRR-3)用として検討されている低濃縮ウランシリサイド燃料仕様(密度4.0gU/cc)及び現行のアルミナイド燃料仕様の小型板状燃料を用いた過渡実験結果について報告するものである。過渡照射は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)を用いて遂行した。得られた結果は以下のとおり:(1)近い将来JRR-3炉心に使用を検討されている仕様の密度のシリサイド燃料板を用い、発熱量106cal/fuelまで過渡照射した。供試燃料板のピーク表面温度(PCST)は508
Cに達したが、破損は起こらなかった。本実験は、PSCT400C以上で生ずると考えられているブリスターを模擬した過渡実験であった。実験結果から供試シリサイド燃料板は508Cまでブリスター破損に対し、強い抵抗を有していることが立証された。(2)供試アルミナイド燃料板は発熱量55cal/g-fuelの実験において燃料板のPCSTが230Cに達したが、異常は認められなかった。この実験条件は、JRR-3の安全評価における最も厳しい燃料温度条件の流路閉塞事故PCST、150Cを大きく上まわっており、安全評価における安全裕度が実験により確認された。
神永 雅紀; 山本 和喜; 渡辺 終吉; 中野 佳洋
JAERI-Tech 95-040, 79 Pages, 1995/07
JRR-4は、高濃縮板状燃料を使用した軽水減速・冷却、黒鉛反射体付プール型炉であり、熱出力は3.5MWである。JRR-4では、現在、低濃縮化計画が進められており、燃料としてはウランシリコンアルミニウム(USi-Al)分散型燃料(シリサイド燃料)を使用する予定である。本報告書は、JRR-4の低濃縮化計画の一環として実施したJRR-4シリサイド燃料炉心の安全評価のための反応度投入事象の解析について述べたものである。評価すべき反応度投入事象として、運転時の異常な過渡変化4事象を選定して解析した。解析では、1点近似核熱水力結合動特性解析コードEUREKA-2を使用した。その結果、選定した反応度投入事象は、運転時の異常な過渡変化時の安全性を判断する基準を満足し、いずれも安全が確保されることを確認した。
V.Georgevich*; R.P.Taleyarkhan*; S.H.Kim*; 更田 豊志; 曽山 和彦; 石島 清見
ORNL/TM-12956, 0, 117 Pages, 1995/06
アルミニウムを被覆材及び燃料ミート部の母材として使用しているシリサイド燃料をはじめとするウラン・アルミニウム板状燃料の、出力暴走条件下における微粒子化について、燃料板の歪み速度並びにウラン/アルミニウム反応及びアルミニウム/水反応のモデル化を行い、機械的エネルギーの発生を伴う微粒子化に至る発熱量しきい値に関する解析を行うとともに、NSRR実験及びTREAT実験の結果との比較を通じて、解析モデルの検証を行った。解析結果は、歪み速度の急昇に伴って微粒子化の発生に至ること、並びに微粒子化の開始がアルミニウムの蒸発開始に一致することを示している。更に、ウラン/アルミニウム反応及びアルミニウム/水反応による発熱の寄与が微粒子化の発生に至る発熱量しきい値に著しい影響を与えることが明らかとなった。
小森 芳廣; 斉藤 順一*; 酒井 陽之; 山本 克宗; 小山田 六郎; 斎藤 実
JAERI-M 94-042, 0, p.305 - 312, 1994/03
JMTRの低濃縮化が1993年11月に開始される予定である。低濃縮化に係るシリサイド燃料の安全性評価は主として既存のデータに基づいて行われたが、データの得られていない熱伝導度、水力特性及び核分裂生成物放出率について測定及び試験を行った。熱伝導度については、室温から300Cにかけてわずかに増加することが確認された。水力試験では、18m/sまでの流速に対し燃料板及び燃料要素に異常は認められなかった。核分裂生成物放出率の測定では、700Cにおけるヨウ素放出率は約53%であった。これらの結果及び既存データをもとにシリサイド燃料の安全性評価が行われ、その安全性が確認された。
柳澤 和章; 宇賀神 光弘; 桜井 文雄*
核燃料工学; 現状と展望, p.285 - 304, 1993/11
日本原子力学会「極限燃料技術」研究専門委員会は、平成元年度から4年度までの調査研究活動を「核燃料工学-現状と展望-」にとりまとめた。この報告書中の第7章は、「研究炉燃料の開発状況」であり、その内容は、7.1高ウラン密度燃料の開発(桜井),7.2燃料の特性と製造(宇賀神、柳澤),7.3照射下ふるまい(宇賀神、桜井、柳澤)となっており、発表者らが共著でとりまとめた。この章に於いては、我が国のデータのみならず欧・米における研究炉燃料の開発状況が、実験的知見に基づいて平易に記述されている。また取扱いの事象も通常運転から事故と多岐に亘っている。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 堀木 欧一郎; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Journal of Nuclear Science and Technology, 30(8), p.741 - 751, 1993/08
被引用回数：4 パーセンタイル：44.63(Nuclear Science & Technology)研究炉用燃料の低濃縮化が推進されているが、安全性研究の観点から、燃料板の過渡ふるまい-特に燃料しきい値と破損モードに関する研究を、安全性試験研究炉(NSRR)を用いて実施した。未照射シリサイド小型燃料板に対して、低発熱量(低温)から徐々に発熱量を増加して行く方式で、燃料板の破損発熱量を同定し、それが82~94cal/s・fuelの間にある事を見い出した。この発熱量領域に於ける燃料板表面最高温度は400C以下である。燃料板の破損は、板の長手方向にほぼ直角に微細割れが伝播するモードで生じている。粒界割れであり、燃料板表面から芯材に向って割れは走っている。この割れ発生の駆動力は、核沸騰離脱(DNB)を生じて高温化した燃料板が急冷される際に生じる温度差によるものであり、いわゆる「焼き割れ」の形態で燃料板は破損すると思われる。熱応力計算結果もこの推定が妥当である事を示唆している。
柳澤 和章; 藤城 俊夫
Proc. of 4th Asian Symp. on Research Reactors; ASRR-IV, p.58 - 69, 1993/00
試験・研究炉では、燃料濃縮度を低減化(例えば40wt%
Uから20wt%U)するため、燃料のシリサイド化(7wt%Si+93wt%U)が進められている。原研の安全性試験研究炉(NSRR)では、シリサイド燃料の過渡時ふるまいを研究するため、パルス照射を未照射シリサイド燃料板(
=4.8gU/cc)に課す試験研究を実施した。本報は、燃料被覆材(AG3NE)の溶融である640Cをはるかに超えた970Cに至るまでの、高温下に於ける燃料板の健全性について、パルス後の照射後試験データから得た知見をとりまとめたものである。その結果、400C以上になると燃料の寸法安定性が喪失して行くこと、また95cal/g・fuel以上になると「焼き割れ」による機械的破損が生ずること等が明らかになった。
柳澤 和章; 藤城 俊夫; 曽山 和彦; 市川 博喜; 古平 恒夫
Proc. of the 16th RERTR Meeting, 16 Pages, 1993/00
低濃縮小型シリサイド板状燃料(19w/oU,4.8gU/c.c.)は研究炉用燃料として用いられる実機燃料板を小型化したものであるが、これを用いて過渡実験を実施したのでその結果につき報告する。研究の主たる目的は、1)燃料破損しきい値と破損メカニズムの究明,2)140Cから970Cに渡る温度領域に於いての燃料板の寸法安定性の検証、等である。小型燃料板は、原研の安全性試験研究炉(NSRR)にてパルス照射を行った。
二村 嘉明; 斎藤 実; 小山田 六郎; 桜井 文雄; 小森 芳廣; 齋藤 順市; 岩井 孝; 清水 道雄; 中川 哲也
Nucl. Saf., 33(3), p.334 - 343, 1992/07
JMTR燃料の濃縮度低減化計画の一環として、低濃縮ウラン燃料の安全評価に資するため、シリサイド燃料の高温時における核分裂生成物(FP)の放出に関する実験を行った。シリサイド及びアルミナイド燃料のミニプレートをJMTRにおいて燃焼度約22%及び65%まで照射した。これらの照射試料はホットラボにおいて600C~1100Cまで100C毎に加熱し各温度におけるFP放出量を測定した。実験の結果、シリサイド燃料のFP保持力は、世界の試験・研究炉で広く使用されているU-Al合金燃料及びアルミナイド燃料のFP保持力と比較して同等以上であることが明らかとなった。
